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報告書

ふげん廃止措置技術専門委員会 第2回委員会資料集

北端 琢也; 清田 史功; 白鳥 芳武; 井口 幸弘; 松井 祐二; 佐藤 裕之

JNC-TN3410 2000-014, 43 Pages, 2000/09

JNC-TN3410-2000-014.pdf:2.37MB

新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止することになっており、現在、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会が開催された。平成12年度も引き続き設置され、平成12年8月28日に第2回委員会が開催された。本書は、第2回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、「ふげん」廃止措置への取り組み状況、生体遮へい体コンクリートの放射化量評価、コンクリート中のトリチウム濃度測定方法の検討、「ふげん」の廃止措置技術開発の進め方についてまとめたものである。また、併せて、当該委員会において参考として報告された系統化学除染の実施状況についても記載した。

報告書

サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査結果(4) 1996年4月-2000年3月

片桐 裕実; 篠原 邦彦; 渡辺 均; 仲田 勲; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 中野 政尚; 森澤 正人*

JNC-TN8440 2000-003, 93 Pages, 2000/08

JNC-TN8440-2000-003.pdf:2.2MB

再処理施設から海洋へ放出される低レベル液体廃棄物による東海地先海域における放射能レベルの変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域において海水中の全$$beta$$放射能濃度、3H放射能濃度及び137Cs放射能濃度調査を実施した。サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年)7月から実施している。その結果、再処理施設排水に起因すると思われる放射能濃度の上昇は観測されなかった。また、1978年以降22年間にわたる環境影響詳細調査について検討した結果、再処理施設排水による海域全体の放射能レベルの変動は見られなかった。

報告書

カルシウム型ベントナイトのトリチウム、セシウム、ヨウ素及び炭素の実効拡散係数の取得

三原 守弘; 伊藤 勝; 上田 真三*; 加藤 博康*

JNC-TN8430 99-011, 27 Pages, 1999/11

JNC-TN8430-99-011.pdf:2.25MB

放射性廃棄物の地層処分にナトリウム型ベントナイトを使用することが検討されているが、長期的にはナトリウム型ベントナイトはカルシウム型化することが考えられる。ナトリウム型ベントナイトがカルシウム型化すれば処分システムの性能を評価するために必要となる核種の移行パラメータが変化することが考えられる。本研究では、ナトリウム型ベントナイトをカルシウム型化させ、H-3,Cs-137,I-125及びC-14の実効拡散係数を乾燥密度をパラメータとして取得し、既存のナトリウム型ベントナイトの値と比較した。さらに、溶液組成の核種の実効拡散係数に及ぼす影響について調べるためにセメント系材料の影響を受けた海水系溶液を用いて実効拡散係数を取得した。核種の実効拡散係数の大きさはセシウム$$geq$$トリチウム$$>$$ヨウ素$$>$$炭素の順となった。これら核種の実効拡散係数はナトリウム型ベントナイトの値とほぼ同程度の値であると推定された。溶液組成の影響については、トリチウムでは乾燥密度1.8g/cm3において、蒸留水系溶液とほぼ同じ値であったが、乾燥密度が小さくなると、蒸留水系溶液より小さな値となった。セシウムの実効拡散係数は、トリチウムと同様に乾燥密度1.8g/cm3において、海水系溶液の影響は見られなかったが、陰イオンとして存在する核種は、ベントナイトのイオン排除効果の低減による実効拡散係数の増加が見られた。

報告書

Hydrochemical Investigation and Status of Geochemical Modeling of Groundwater Evolution at the Kamaishi In-situ Tests Site, Japan

笹本 広; 油井 三和; Arthur, R. C.*

JNC-TN8400 99-033, 153 Pages, 1999/07

JNC-TN8400-99-033.pdf:58.41MB

釜石鉱山における原位置試験は、主に栗橋花崗岩閃緑岩を対象として行われた。栗橋花崗岩閃緑岩中の地下水の地球化学的調査により、主に以下の点が明らかになった。・地下水の起源は、降水である。・深部の地下水は、還元性である。・ほとんどの地下水にはトリチウムが検出されることから、これらの地下水の滞留時間は長くとも40年程度である。一方、KH-1孔の地下水にはトリチウムが検出されず、予察的な14C年代測定から、数千年程度の年代が示唆される様な、より古い地下水が存在すると推定される。・比較的浅部の地下水はCa-HCO3型であるが、より深部になるとNa-HCO3型になるような深度方向での水質タイプの変化が認められる。上記の様な地球化学的特性を示す栗橋花崗岩閃緑岩中の地下水に関して、地下水の起源と地下水-岩石反応の進展を考慮した地球化学平衡モデルをもとに、地下水水質のモデル化を試みた。その結果、土壌中での炭酸分圧の値、岩体中での以下の鉱物を平衡と仮定することで地下水のpH,Ehおよび主要イオン(Si,Na,Ca,K,Al,炭酸および硫酸)濃度について、実測値をほぼ近似することができた。・土壌中での炭酸分圧:logPCO2=-2.0・岩体中での平衡鉱物:玉随(Si濃度)、アルバイト(Na濃度)、カオリナイト(Al濃度)、方解石(Caおよび炭酸濃度)、マイクロクリン(K濃度)、黄鉄鉱(硫酸濃度、Eh)また、海外の専門家との議論により、釜石サイトにおける、より現実的な地下水変遷モデルを構築するためには、開放系での不可逆的な岩石-水反応に関して、反応経路モデルを用いたシステマティックなアプローチを適用することが必要であると考えられた。さらに、モデルの妥当性を示すためには、釜石サイトの地質情報に関して、より詳細なデータ(例えば、割れ目充填鉱物に関する詳細なデータ等)も必要である。

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(II)

not registered

PNC-TJ1309 97-001, 112 Pages, 1997/03

PNC-TJ1309-97-001.pdf:3.5MB

本報告書は、昨年度に引き続き環境中に存在する核燃料サイクルに深く関連した長半減期放射性核種の分析定量法とそのレベルに関する調査研究結果をとりまとめたものである。特に、本年度は、研究の最終段階にあたる分析法の確認手法の一つであるクロスチェックを、日常食中の自由水トリチウム分析及び木片試料中のC-14分析について実施した。本報告書には、以下の項目の内容が記載されている。(1)国内および国際学会(日本、オーストリア、ロシア、フランス、中国)からの情報収集(2)液体シンチレーション測定に関する最近の話題・光子($$gamma$$線)/電子($$beta$$線)-排除アルファ液体シンチレーション(PERALS)スペクトロメトリー・トリチウム分析におけるバックグランド計数の変動(3)分析精度とクロスチェク・炭素-14分析・トリチウム分析

報告書

放射性廃棄物処分安全研究の成果(平成3年度$$sim$$平成7年度)

not registered

PNC-TN1410 97-008, 167 Pages, 1997/02

PNC-TN1410-97-008.pdf:7.42MB

動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施している。一方、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。放射性廃棄物処分分野の安全研究は、(1)高レベル廃棄物地層処分の安全性に関する基本的な研究(2)高レベル廃棄物の多重バリアシステムの安全評価に関する研究(3)高レベル廃棄物処分の総合安全評価手法に関する研究(4)TRU廃棄物に関する研究(5)低レベル放射性廃棄物処分の安全研究の5分野で構成している。本報告書は、安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)に基づき実施した平成7年度までの放射性廃棄物処分分野における安全研究(20件)の5年間の成果について、取りまとめたものである。なお、このほか1)動力炉、2)核燃料施設等、3)環境放射能の各分野についても別冊として、取りまとめている。

報告書

実ハル圧縮試験

小原 浩史*; 五十嵐 登*

PNC-TJ8164 96-009, 261 Pages, 1996/09

PNC-TJ8164-96-009.pdf:13.68MB

沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor,BWR)商用炉で照射した使用済み燃料被覆管せん断片(ハル)を不活性ガス気流中で圧縮・減容し、発生するジルカロイ微粒子(ファイン)及び気中に移行する放射性核種に係わるデータの取得試験を実施し、以下のような結果を得た。(1)酸洗浄後のハルの内面には、ウラン、セシウム等の核分裂生成物が付着している領域が認められた。(2)ハル外表面最大酸化膜厚さは30$$sim$$60$$mu$$mで、文献データと同等の範囲であった。(3)ハルの圧縮時に発生したファイン重量は約0.2$$sim$$0.3gで、圧縮したハルの重量(約32$$sim$$33g)の0.5$$sim$$1.0wt%であり、燃焼度の増加に伴なって多くなる傾向が認められた。(4)32$$sim$$33gのハルを圧縮した時に気中に移行したファインの重量は、1mg以下であった。(5)ハルの圧縮時に発生したファインの粒径は1$$mu$$m以下のものから100$$mu$$m以下のものまで観察された。発生したファインの粒径は1$$mu$$m以下のものから100$$mu$$m以上のものまで観察された。発生したファインの粒径別個数頻度では10$$mu$$m以下のものが大半であった。(6)電子線微小分析装置(Electori Probe Micro Analyzer,EPMA)による観察結果では、ファインは全て酸化物と推定された。(7)ハル中のトリチウムの吸蔵量を、ORIGEN-2コードを用いた計算による燃料中の生成量の60%と仮定した時、ハルの圧縮時に気中に移行するトリチウム量は、圧縮したハルのトリチウムの吸蔵量の10^-3%以下であったが、燃焼度の燃焼度の増加に伴なってわずかに大きくなる傾向が認められた。

報告書

ニアフィールドにおける物質移動に関する調査研究(3)

not registered

PNC-TJ1533 96-001, 201 Pages, 1996/03

PNC-TJ1533-96-001.pdf:6.44MB

地層中における核種の移行挙動を把握するため、岩石中における核種の拡散挙動及び吸着挙動の実験研究を実施するとともに、TRU核種の溶液化学について、現状調査および基礎的な研究を行った。(1)地下水中における核種移行に関する研究地下水の核種の移行挙動を把握するために、プルトニウムの黒雲母への吸着係数のpH依存性の測定、およびトリチウム水を用いた圧密モンモリロナイト中のトリチウムの拡散係数の温度依存性からの拡散の活性化エネルギーの測定を行い、検討を行った。また、長寿命核種として注目されているテクネチウムの挙動解明を目的として、テクネチウムとフミン酸の反応、およびレーザー光音響法によるテクネチウムのコロイド等の測定に関する予備的な実験を行った。(2)TRU核種の溶液化学に関する研究処分後の地質環境中におけるTRU核種の挙動を把握するため、電気二重層を用いたセシウムの吸着挙動の解析、ネプツニウムとフミン酸物質の相互作用の解析を行った。また、極低濃度のTRU核種の信頼できる測定法の検討として、Np、Pu、Amの高感度分析測定法の研究を行った。さらに、ニアフィールドにおける固液界面での物質移行解明のために、化学量子量計算の適用可能性および、FTIR/PAS法の適用性に関する予備的な検討を行った。

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(1)

樋口 英雄*

PNC-TJ1309 96-001, 113 Pages, 1996/03

PNC-TJ1309-96-001.pdf:3.42MB

本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、核燃料サイクルとも関連した環境中の長半減期放射性核種の分析法並びにそれらのレベルを調査した結果をとりまとめたものである。本報告書は以下の項目の内容が記載されている。(1)トリチウム人体代謝モデルの検証に環境データを用いる際の問題点(2)二酸化炭素吸収剤を用いる環境中の14C測定法(3)99Tc分析のための95mTcトレーサーの製造(4)放射性降下物の最近の状況(5)環境試料中の241Pu分析(6)環境試料中の242、243、244Cm分析(7)$$alpha$$線放射体測定のための収率トレーサー(8)クロスチェックについて

報告書

高速炉トリチウム挙動解析コードの改良整備

本永 哲二*; 中山 忠和*; 竹内 純*; 照沼 英彦*; 保坂 忠晴*

PNC-TJ9124 93-010, 186 Pages, 1993/03

PNC-TJ9124-93-010.pdf:4.37MB

「常陽」ナトリウム冷却系におけるトリチウム濃度測定結果等の評価に基づき、FBRにおけるトリチウム挙動解析コードTTT88の解析モデルを改良整備し、TTT92を作成した。今回の研究で得られた成果は、次に示す通りである。(1)トリチウムのコールドトラップ捕獲モデルに、炉外試験等で確認されて来ている水素との共沈捕獲機構を付加した。 (2)トリチウムのカバーガス系移行モデルに、「常陽」測定データ評価結果に基づき、水素効果の導入を図った。(3)トリチウムの蒸気発生器伝熱管透過評価式について、より精密なモデルに改良した。(4) トリチウムの雰囲気移行モデルに、「常陽」配管透過試験結果に基づき、保温構造物の効果を考慮した。(5)トリチウムの挙動に係わる物性値及びモデルパラメータを見直し整備した。(6)「常陽」MK-IIにおけるトリチウム濃度実測値とTTT92コードによる評価値を比較検討し、TTT92コードの妥当性に関する達成レベルを把握した。

報告書

大気中放射性物質の広域挙動に関する調査研究(2)

池辺 幸正*; 藤高 和信*; 下 道国*; 飯田 孝夫*; 永峯 康一郎*; 木下 睦*

PNC-TJ1545 93-005, 36 Pages, 1993/03

PNC-TJ1545-93-005.pdf:1.09MB

大気中の放射性物質の挙動を把握するためには、局地的に発生した成分と同時に、広域で発生した成分を評価する必要がある。この調査研究では、ラドンとトリチウムの広域挙動解明を目的として、次の調査研究を実施した。まず、中部地区のラドンの発生源分布を求め、日本の求め方を提言した。中国の発生源分布は、SUP226/Ra含有量分布から計算によって求めた。この方法の問題点を検討するため、本調査研究では北京と福州において散逸率と土壌の含水率の測定を実施した。検討に基づいて、プルームモデルを用いた計算とラドンの積分濃度から散逸率を推定する別の方法を提言した。次に、ラドンの大気中動態の数値シミュレーション開発の現状について調査を行い、計算値が実測値と一致することを示した。最後に、日本と中国の環境水中のトリチウムの分布と変動について文献調査を行った。また、現在実施中の東アジア地域の環境水中トリチウムの組織的調査を紹介した。

報告書

長半減期放射性核種の定量法に関する調査研究

not registered

PNC-TJ1545 93-004, 122 Pages, 1993/03

PNC-TJ1545-93-004.pdf:4.76MB

本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、環境中での核燃料サイクルとも関連した長半減期放射性核種の分析定量法を調査した結果をとりまとめたものである。各核種につき既に汎用化されている従来法はもとより、放射能測定を伴わない質量分析器を最終検出器とする最新の分析定量法についても、サーベイした。また、幾つかの核種については、分析対象物質毎に試料の前処理を詳しく記述し、実際の分析に役立つよう配慮した。

報告書

安全管理部研究開発成果外部発表要旨(昭和63年上期)

石黒 秀治*

PNC-TN8410 88-049, 75 Pages, 1988/09

PNC-TN8410-88-049.pdf:2.05MB

安全管理部の研究開発に係わる業務は,必要に応じ日本保健物理学会や日本原子力学会の研究発表会及びその他の機会をとらえて随時発表している。 本報告書は,昭和63年度の安全管理部内の研究開発推進委員会の企画として,昭和63年度上期に外部発表した16編の発表要旨をまとめたものである。今回の発表の場としては,第3回放射線検出器とドシメトリィ研究会,第7回IRPA会議,第4回PNC/kfk再処理技術会合,第2回アクチニド長半減期核種の低レベル測定に関する国際会議及び第23回日本保健物理学会研究発表会である。 本報告書は,発表の記録としてだけではなく,発表テ-マに従事している関係職員の教育資料としても有効利用されることを期待するものである。

論文

核融合

飯島 勉; 森 茂

日本物理学会誌, 36(6), p.442 - 438, 1981/00

日本物理学会誌の「エネルギー」に関する特集(第2集):自然エネルギーの利用、化石燃料、原子力発電、核融合、原子力の安全性)の中の核融合についての解説記事である。 読者対象としては物理学会会員一般の核融合を専門分野としない人々を想定して、核融合研究開発の意義、核融合反応とその実現条件、炉心プラズマの閉込め、核融合炉の開発、等について平易に解説した。

報告書

再処理施設低レベル放射性廃液放出に伴う海洋拡散調査

岩崎 皓二*; 福田 整司*; 平山 昭生*; 北原 義久*; 岸本 洋一郎; 倉林 美積*; 黒須 五郎; 野村 保*

PNC-TN841 78-69VOL1, 127 Pages, 1978/12

PNC-TN841-78-69VOL1.pdf:4.48MB

動力炉・核燃料開発事業団(以下事業団と略す)東海事業所再処理施設のホット試験は1977年9月より開始された。このホット試験期間中の1977年11月末より翌1978年6月までの約7ケ月の間,再処理施設からの低レベル放射性廃液の放出に伴なう放出口周本海域における廃液の拡散について調査を実施した。廃液は,1.8Km沖合までパイプラインにより運ばれ,海面下約16mの海中放出管ノズルから鉛直上方に向け放出される。調査は,ノズル放出による廃液の海表面に達するまでの希釈およびそれに続く海水による拡散状況を確認する目的で実施された。このため,廃液の放出時あるいは放出後の適当な時期に海水を採取し,全ベータ放射能,トリチウム,および137Csの濃度を測定した。その結果,トリチウム測定値によると放出口から海面に達するまでに,廃液は約1/1200に希釈され,また潮流に乗って流れ,流下350mの地点では約1/5000に希釈されることがわかった。さらに放出口を中心とした海域における海水中のトリチウム濃度は放出終了後ある程度の期間は,一時的に上昇するが,その後時間の経過とともに希釈され,バックグランドレベルの変動範囲内におさまる過程がこの調査を通して把握された。

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